钠冷快堆无停堆保护失热阱固有安全特性

采用模块式结构建立了钠冷快堆主回路系统的数学模型,选用端点浮动法有效克服了点堆方程的刚性问题。堆芯热工和ＩＨＸ计算采用稳定性良好的全稳二阶迎风差分格式,编制了钠冷快堆失热阱瞬态仿真程序ＬＯＨＳ。该程序可在微机环境下运行,模型简单,速度快。用ＬＯＨＳ对ＥＢＲ－Ⅱ失热阱瞬态实验的计算结果与安全分析程序ＮＡＴＤＥＭＯ的计算结果符合良好。     

钠冷快堆失流事故分析

本文介绍了钠冷快堆失流计算的数学模型、FRLOF程序的编制和用本程序对EBR-Ⅱ两个失流工况进行的理论计算。该计算结果与试验测量值吻合较好。     

钠冷快堆的失流事故分析

钠冷快堆的失流事故分析王平，朱继洲（西安交通大学）关键词钠冷快堆，事故分析，失流１引言在钠冷快堆中，最典型的堆芯冷却系统故障或破坏事故是失流事故。作为设计基准事故之一，失流事故一旦发生，就要求事故保护停堆系统立即动作，实现事故保护停堆。但是，如果反应...     

CEFR一级事故排钠罐及储钠罐焊接件的腐蚀验证试验

该试验的主要任务是:对CEFR一级事故排钠罐(304 S.S.)及储钠罐(OCr18Ni9 S.S.)的焊接区和热影响区进行在CEFR工况条件下的摸拟试验,观察并分析材料与高温钠的相容性特征,尤其是晶间腐蚀,为CEFR的安全运行及安全分析提供试验根据。     

快中子通量实验堆失流事故三维数值模拟

为验证计算流体动力学（CFD）方法在钠冷快堆失流事故模拟计算中的可靠性和可行性,针对快中子通量实验堆（FFTF）,建立了包含冷池、热池、堆芯在内的全三维模型,其中堆芯组件简化为多孔介质模型,堆芯保留了盒间特征,各类隔板简化为无厚度面。失流事故下主要参数计算结果与实验数据的对比表明,CFD方法能有效捕捉冷池、热池以及盒间复杂的流动换热现象,堆芯最热组件的位置在瞬态过程发生了变化,热管段出口温度与实验值符合良好,装有温度测点的组件出口温度模拟值较实验值低。CFD方法仍需针对组件盒间进行相应的模型开发和验证,此外还需进行大量全堆级别的实验验证,以保证计算结果的合理性。     

基于集总参数法的池式钠冷快堆无保护失流工况分析

快堆(Fast Reactor)具有燃料利用率高、可嬗变核废料的优势,是目前较为理想的先进堆型之一。快堆广泛采用池式回路布置,因此对池式快堆(Pool-type Fast Reactor)进行安全分析具有重要意义。本文采用集总参数法建立池式快堆的一回路模型,基于MATLAB编写核热耦合程序并对其进行无保护失流事故工况的安全分析,并将计算结果与实验值及其他机构计算结果进行了对比。结果显示:集总参数法的计算结果与实验和其他机构计算值均符合较好,验证了程序的可靠性。使用该程序可对池式钠冷快堆在无保护失流事故中的堆芯行为与固有安全性做出较为准确的预估计算。     

池式钠冷快堆双层容器泄漏事故序列研究

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10^-11（堆•年）^-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。     

秦山第三核电厂安全分析中的事故分类、LBLOCA和SGTR事故分析核安全审评的回顾

根据中国和加拿大核安全法规的要求，对初步安全分析报告和最终安全分析报告中的第15章进行了核安全评审。本文介绍了事故分类、大破口失水事故(LBLOCA)和蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故分析的核安全审评概况。     

船用堆控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性研究

采用船用堆三维动态安全分析仿真软件对发生控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性进行了仿真分析,研究了反应堆分别处于高、低功率运行工况下1组或1束控制棒以不同的速率失控抽出时堆芯燃料芯块中心最高温度、最小烧毁比和冷却剂出口温度等参数的变化规律,并进行了比较,得出了一些有益的结论,对于考察反应堆安全状况和事故发生后反应堆操纵人员制定安全措施具有重要的指导意义。     

我国核供热堆的设计特性和安全概念

根据核供热应用的特点和先进反应堆的发展目标，我国的核供热堆采用新的安全原理和一系列先进技术，其中包括一体化布置、全功率自然循环、自稳压、控制棒动压水力驱动和非能动安全系统等，从而使其达到更高的安全标准，同时做到核供热站系统简化和经济上有竞争力。主要论述核供热堆设计应考虑的主要问题、设计特点和安全概念。还给出一些主要的试验和分析研究结果，以验证核供热堆的安全特性。     

冷却剂丧失条件下钠冷快堆棒束传热的三维蒙特卡罗模拟方法

采用蒙特卡罗方法分析钠冷快堆在假想冷却剂丧失条件下燃料棒束的钠两相流传热问题。以分子运动理论的基本定律为基础，开发出替代宏观经验模型来分析反应堆棒束中的钠蒸发率和冷凝率的微观模型，且采用三维蒙特卡罗方法模拟分子的运动轨迹，分子间的碰撞率以及分子与棒束、分子与棒束组件盒壁的碰撞率。对包壳干涸区的再浸润现象用动力膜模型描述，并计算了通过液膜的液体速度分布和平均液膜速度，对于从冷凝液膜蒸发的钠分子则被重新记为蒙特卡罗计算的源项。用微观和宏观模型相结合的方法数字模拟了德国卡斯鲁尔研究中心的堆外钠沸腾实验。     

钠冷快堆失流失热阱并发事故的安全分析

本文对钠冷快堆失流失热阱并发事故工况下的瞬态过程进行了测算,对这类事故各个发展阶段的特点及其对快堆安全的影响进行了分析。     

Molecular Approach to Sodium Vapour Condensation,Rewetting and Vaporization in LMFBR Bundle under Hypothetical Accident Conditions

In the frame of safety analysis of Liquid Metal Fast Breeder Reactors (LMFBRs) under hypothetical Unprotected Loss-of-Flow (ULOF) conditions, two phase flow of sodium is simulated in a reactor core. Traditional approaches used in safety analysis codes to simulate sodium vapour condensation and vaporization rely upon application of macroscopic semi-empirical correlations for heat transfer and vapour condensation or evaporation rates. As an alternative to this macroscopic approach, we developed a microscopic methodology based upon the application of the basic laws of the kinetic theory for the determination of the evaporation and condensation rates of vapour in a reactor bundle. This microscopic approach is based upon a Monte Carlo simulation of the molecular trajectories, collision rates between vapour molecules and of the molecules with the surfaces of the claddings of the pins of a reactor bundle. The pins surfaces are treated in the Monte Carlo simulation as diffusely reflecting surfaces. Scattering of sodium particles is simulated with the “hard sphere” collision model. The “step splitting” technique is applied, which consists in separating the collisions dynamic calculation from collisionsless paths of the molecules. Vapour particles are assumed to condense on the surfaces of the pins when, after diffuse reflection, their velocity would be less than one third of the most probable velocity corresponding to the wall temperature. Rewetting of dried out regions of the cladding surfaces is simulated with a dynamic film model which computes the velocity distribution of the liquid across the film thickness and then the mean liquid film velocity. Evaporation of sodium molecules from the film yields a source of molecules which re-enter into the Monte Carlo calculation of the molecular dynamic approach. The coupling of the micro- and macroscopic models has been applied to the numerical simulation of an out-of pile sodium boiling experiment run at the Nuclear Research Center of Karlsruhe, Germany.     

先进空间快堆安全特性分析

以200kW空间快堆RAPID－L为对象，建立瞬态分析模型，分析了在无保护超功率事故UTOP和无保护失流事故ULOF下的瞬态特性。计算结果表明:快速型锂膨胀模块（LEM）可以随着冷却剂温度变化自动快速的响应，能够在不停堆的情况下保证反应堆的安全，因此，RAPID－L具有固有安全特性。     

基于SAC-3D系统软件的FFTF未能紧急停堆失流实验的数值模拟

本文利用系统分析软件SAC-3D对美国快通量试验堆（FFTF）堆芯及一回路进行了建模,并根据国际原子能机构（IAEA）提供的FFTF未能紧急停堆的失流实验的边界条件数据进行了事故瞬态仿真计算。计算得到堆芯热工水力及中子物理关键参数,仿真结果与实验测量数据符合较好。对比结果验证了SAC 3D在模拟液态金属冷却快堆事故工况中的有效性与准确性,也证明了FFTF堆型具有可靠的非能动安全性。     

钠冷快增殖堆池式钠火事故分析计算

针对钠冷快堆严重事故下可能发生的池式钠火事故 ,描述了钠火现象 ,采用池式钠火程序SOFIREⅡ的“一腔室”模型 ,并在该模型基础上 ,更客观地模拟池式钠火过程 ,编制程序POOLFIRE。SOFIREⅡ认为池式钠火过程一开始就生成Na2 O和Na2 O2 的混合物 ,生成量也不确定。POOLFIRE认为早期生成Na2 O ,大约 30分钟后向Na2 O2 转变 ,最后计算得出池式钠火引起的安全壳内温度及压力响应 ,并与SOFIREⅡ结果进行了比较     

Application of Galerkin Method to Hydraulic Analysis for Turbulent Fluid Flow around LMFBR Fuel Rod

Wide range of parameter surveys are made on the DT fusion tokamak experimental reactor next to JT-60. Various physics and engineering requirements are taken into account, e.g. self-ignition, available maximum toroidal β value, α-particle confinement, total fusion power, neutron wall loading, heat flux to divertor plate, structural restriction on major radius, device size, maximum toroidal magnetic field, poloidal field power supply and so on. Theoretical scaling law for the available maximum toroidal β value determined by ballooning mode instability is used. The toroidal magnetic field on plasma axis can be expressed by the aspect ratio A for a given maximum field at the toroidal field coil conductor. Empirical scaling law for the electron energy confinement and neoclassical heat conductivity for the ion are employed. These confinement times can be expressed by the plasma minor radius a and A through the maximum available β value and the toroidal field on axis. In the similar way, most of the physics and engineering requirements can be mapped on the a-A diagram. This diagram enables us to make systematic and wide range of parameter surveys of the device. In particular, this offers a clear perspective on the device parameters, which can mitigate the engineering difficulties and can also realize the required plasma performances.     

快堆蒸汽发生器沸腾传热恶化引起的热应力计算和分析

快堆管壳式直流蒸汽发生器发生沸腾传热恶化是不可避免的,由此引起的传热管管壁温度波动会使传热管受到疲劳破坏。研究蒸汽发生器的沸腾传热恶化及热疲劳破坏的实验昂贵,难度较大。本文依据国外已发表的实验结果,建立蒸汽发生器沸腾传热恶化发生时传热管管壁温度及热应力的分析模型,应用数值方法求解,对蒸汽压力、质量流速、钠汽温差变动的影响进行了讨论并给出了主要结论。     

事故容错燃料在大破口事故下的安全分析

事故容错燃料（ATF）系统旨在当反应堆失去冷却后,提高核燃料及包壳的安全特性,在正常工况下相比现在的UO₂-Zr系统更好。通过凭借先进材料的特性,ATF系统会明显延缓事故进程,为采取缓解措施提供更大的时间裕度。本文通过分析采用ATF的典型压水堆系统大破口事故（LBLOCA）设计基准事故以及叠加安注系统失效的极限严重事故,初步评估ATF在事故下的性能。分析结果表明,相比UO₂-Zr,ATF能降低大破口设计基准事故下的包壳峰值,延长严重事故下堆芯发生熔化的时间,具有更好的事故容错性。